Förnyade säkerhetsvärderingar av tåligheten mot vissa händelser - stresstest

Forsmarks Kraftgrupp Dokumenttyp / Document type Rapport Klassificering / Classification Företagsintern Författare / Author Granskad av / Checked by Dok nr / Doc no Rev Sundin Ellen cftt FT-2011-3868 0 Fastställd av / Approved by Datum / Date Projektnr / Project no Systemnr / System no cft 2011-11-01 Forsmark 1, 2 och 3 Offentlig sammanfattningsrapport Förnyade säkerhetsvärderingar av tåligheten mot vissa händelser - stresstest Sammanfattning Den 25 maj 2011 beslutade Strålsäkerhetsmyndigheten (SSM) att alla svenska kärnkraftverk ska genomföra förnyade säkerhetsvärderingar av tåligheten mot vissa händelser, enligt gemensamma specifikationer för stresstesten som beslutats i en överenskommelse mellan de europeiska kärnkraftssäkerhetsmyndigheterna och Europeiska kommissionen, inom ramverket som utgivits av ENSREG. Denna rapport utgör en publik sammanfattning Forsmarks Kraftgrupp ABs arbete med stresstest. Delgivning: 1 (25)

Innehåll 1 Inledning 3 2 Fakta om förläggningsplatsen och anläggningarna 4 2.1 Översiktlig beskrivning av förläggningsplatsen 4 2.2 Översiktlig beskrivning av anläggningarna 5 2.3 Grundläggande principer för konstruktion och säkerhet 6 2.4 Genomförda säkerhetsförbättringar 11 2.5 Probabilistiska säkerhetsanalyser 12 3 Resultatet av stresstesten 13 3.1 Antaganden och utgångspunkter 13 3.2 Jordbävning 13 3.3 Översvämning 15 3.4 Förlust av elförsörjning och slutlig värmesänka 17 3.5 Haverihantering 20 4 Slutsatser 23 5 Möjliga åtgärder för att förhindra tröskeleffekter 25 2 (25)

1 Inledning I ljuset av olyckan som drabbade kärnkraftverket i Fukushima i Japan beslutade Europarådet den 24 och 25 mars att en översyn av säkerheten ska genomföras för alla kärnkraftverk inom EU. Den 25 maj 2011 beslutade Strålsäkerhetsmyndigheten (SSM) att alla svenska kärnkraftverk ska genomföra förnyade säkerhetsvärderingar av tåligheten mot vissa händelser, enligt gemensamma specifikationer för stresstesten som beslutats i överenskommelse mellan de europeiska kärnkraftssäkerhetsmyndigheterna och Europeiska kommissionen, inom ramverket som utgivits av ENSREG. Denna rapport utgör en publik sammanfattning Forsmarks Kraftgrupp ABs arbete med stresstest. Analysarbetet har utförts i enlighet med ENSREG-dokumentet. Ytterligare information om grundläggande antaganden och metodik finns i avsnitt 3.1. Baserat på ENSREGs krav har SSM förelagt Forsmark att utföra analyser i enlighet med dessa krav. För att möta kraven i föreläggande har Forsmark tidigare skickat in följande dokument: - Redovisning av utgångspunkter och antaganden för analyser och säkerhetsvärderingar. - Kompletterande information om utgångspunkter och antaganden för analyser och säkerhetsvärderingar. - Lägesrapport 15 augusti. Stresstestets tekniska omfattning har bestämts med utgångspunkt i de problem som belysts av händelserna i Fukushima, inklusive kombinationer av inledande händelser och fel. Fokus kommer att ligga på följande händelser: a) Inledande händelser - Jordbävning - Översvämning b) Konsekvenserna av bortfall av säkerhetsfunktioner till följd av tänkbara inledande händelser vid förläggningsplatsen - Förlust av elkraft, inklusive station black out (SBO) - Förlust av slutlig värmesänka (UHS) - Kombination av dessa två c) Hantering av svåra haverier - Skydd mot och hantering av bortfall av härdnödkylningsfunktionen - Skydd mot och hantering av bortfall av bränslebassängkylning - Skydd mot och hantering av bortfall av reaktorinneslutningens integritet 3 (25)

2 Fakta om förläggningsplatsen och anläggningarna 2.1 Översiktlig beskrivning av förläggningsplatsen Statens Vattenfallsverk (SV) och Mellansvensk Kraftgrupp Aktiebolag (MKG) bildade den 15 januari 1973 Forsmarks Kraftgrupp Aktiebolag (FKA) för att gemensamt bygga och driva kärnkraftverket i Forsmark, Östhammar. Tillståndshavaren är Forsmarks Kraftgrupp AB, som är ett dotterbolag till Vattenfall AB. Forsmarks kraftstation är belägen på östkusten ca 4 km norr om Forsmarks bruk i Östhammars kommun i Uppsala län. Avståndet till Stockholm är 138 km. Andra större städer i närheten är Uppsala (73 km) och Gävle (75 km). Närområdet anses vara sparsamt befolkat, men avståndet till stora elförbrukare är relativt litet. Detta tillsammans med bra berggrund, tillgång till kylvatten samt arbetsmarknaden utgjorde de största anledningarna till att platsen valdes. Inom Forsmarksverkets område finns tre kärnkraftsanläggningar. Enheterna är av typen BWR (kokarvattenreaktor) och konstruerades av det dåvarande svenska företaget ASEA-ATOM (nuvarande Westinghouse Electric). Forsmarksverket har också en gasturbinanläggning med en kapacitet på 40 MW. Forsmark är anslutet till det nationella 400 kv-nätet samt till det regionala 70 kv-nätet. Forsmark 1 och 2 delar på ett 400 kv-ställverk, medan Forsmark 3 har sitt eget ställverk. 70 kvställverket delas mellan de tre enheterna samt gasturbinen. Anslutningarna till 400 kv-nätet och 70 kv-nätet är oberoende av varandra. Konstruktionsstyrande havsvattennivå baseras på mätningar av havsvattennivån mellan 1895 och 1975 i Forsmark. Ovanpå dessa har en marginal lagts. Den seismiska aktiviteten i området är låg. Förläggningsplatsen hör till det Fennoskandiska området med avseende på seismicitet. Variationen i berggrundens hårdhet är väsentligt lägre än vad som ursprungligen antogs. Därför kan anläggningsspecifika markresponsspektra erhållas genom att multiplicera den generella svenska jordbävningen med 0,85. Signifikanta tsunamier har inte inträffat i Östersjön. Anläggningsplatsen är även i de flesta riktningar skyddad av en skärgård. Globalt sett har det endast registrerats en tsunami i ett innanhav som Östersjön. Detta var efter en stor jordbävning i Turkiet 1999, med en magnitud på 7,4 på Richterskalan. Flodvågen i Svarta havet var 2,5 m hög. På grund av detta anses tsunami täckas in av höga vattenstånd. Det finns inga floder eller dammar i närheten som kan orsaka översvämning. Kylvattnet tas in från skärgården sydöst om kraftverket. Kylvattnet leds genom naturliga bassänger och utgrävda kanaler till respektive enhets intagsbyggnad. 4 (25)

2.2 Översiktlig beskrivning av anläggningarna 2.2.1 Forsmark 1 och 2 Forsmark 1 och 2 är lättvattenreaktorer av kokartyp BWR69. De är av svensk konstruktion av dåvarande ASEA-ATOM (nuvarande Westinghouse Electric). Varje reaktor producerar mättad ånga med trycket 7 MPa för direkt användning i ångturbinen. Varje enhets maximala termiska effekt är 2928 MW. Eftersom reaktorerna har interna huvudcirkulationspumpar och steglöst reglerbara styrstavar räknas de till typen avancerade kokarvattenreaktorer generation III. En generell beskrivning av Forsmark 1 och 2 framgår av tabellen nedanför. Enhet Datum för första kriticitet Ursprunglig reaktoreffekt Nuvarande reaktoreffekt DD-MM-YYYY Termisk Elektrisk Termisk Elektrisk F1 23-04-1980 2711 900 2928 984 F2 06-11-1980 2711 900 2928 996 Reaktortanken är tillverkad i låglegerat stål och är invändigt belagd med rostfritt stål. Konstruktionstrycket är 8,5 MPa och konstruktionstemperaturen är 300 C. Tryck och temperatur under drift är 70 MPa och 286 C. Reaktorhärden består av 676 vertikalt placerade bränsleelement. Grupper av fyra bränsleelement omger en korsformad styrstav. Härdens bränsleelement består av ett knippe av ca 100 bränslestavar (i en gruppering på 10x10 bränslestavar) med interna vattenkanaler, omgivna av en bränslebox. Ångan som produceras i reaktorn leds via huvudångledningarna till turbinen. När ångan passerat turbinerna leds den till huvudkondensorerna där den med hjälp av havsvatten kondenserar till vatten. Kondensatet renas, förvärms och pumpas tillbaka till reaktortanken via matarvattenledningarna. Forsmark 1 och 2 har två turbinanläggningar var. Turbinerna konstruerades och tillverkades av dåvarande ASEA-STAL (nuvarande Alstom). Turbinanläggningarna består vardera av en högtrycksturbin och tre lågtrycksturbiner, sammanbyggda i en axelsträng tillsammans med den tvåpoliga generatorn. Färskånga strömmar först genom högtrycksturbinen och därefter via fuktavskiljarna och mellanöverhettarna parallellt genom lågtrycksturbinerna. Alla turbinerna är av axiell dubbelströmningstyp, där ånga tas in vid centrum och går ut vid ändarna. Axelsträngen roterar med 3000 rpm. 2.2.2 Forsmark 3 Forsmark 3 är också en lättvattenreaktor av kokartyp BWR75 konstruerad av ASEA-ATOM (nuvarande Westinghouse Electric). Forsmark 3 liknar Forsmark 1 och 2 principiellt, och är något nyare och har en högre termisk effekt, 3300 MW. Reaktorn producerar mättad ånga vid trycket 7 MPa för direkt användning i ångturbinen. Eftersom reaktorn har interna huvudcirkulationspumpar och steglöst reglerbara styrstavar räknas den till typen avancerade kokarvattenreaktorer generation III. 5 (25)

En generell beskrivning av Forsmark 3 framgår av tabellen nedanför. Enhet Datum för första kriticitet Ursprunglig reaktoreffekt Nuvarande reaktoreffekt DD-MM-YYYY Termisk Elektrisk Termisk Elektrisk F 3 28-10-1984 3020 1100 3300 1170 Reaktorhärden består av 700 vertikalt placerade bränsleelement. Konstruktionstryck och reaktorns viktigaste konstruktionsparametrar är i allt väsentligt samma som för Forsmark 1 och 2. Till skillnad från Forsmark 1 och 2 har Forsmark 3 bara en turbinanläggning. Turbinen konstruerades och tillverkades av dåvarande ASEA-STAL (nuvarande Alstom). Turbinanläggningen består av en högtrycksturbin och tre lågtrycksturbiner, sammanbyggda till en axelsträng tillsammans med den fyr-poliga generatorn. Axelsträngen roterar med 1500 rpm. 2.2.3 Förvaring av använt kärnbränsle Allt radioaktivt avfall, inklusive utbränt kärnbränsle, hanteras i Sverige av Svensk Kärnbränslehantering AB (SKB), som ägs av de svenska kärnkraftverken. Det utbrända kärnbränslet förvaras i bränslebassängerna vid varje enhet i genomsnitt ett år, innan det transporteras till det nationella mellanlagret för använt kärnbränsle. Utbränt kärnbränsle hanteras enligt interna och externa procedurer och instruktioner. Interna instruktioner beskriver hantering och laddning av transportbehållare i anläggningen. Externa instruktioner, t.ex. transporthandboken (utgiven av SKB), reglerar transport från anläggningen till det centrala mellanlagret för använt kärnbränsle (CLAB). Bränslet från svenska kärnkraftverk förvaras i CLAB tills det kan flyttas till det planerade slutförvaret. Sverige har beslutat att inte upparbeta använt kärnbränsle, och i enlighet med kärntekniklagen får svenska kärnkraftverk inte exportera kärnavfall. 2.3 Grundläggande principer för konstruktion och säkerhet 2.3.1 Säkerhetsprinciper För att klara av enkelfelskriteriet utan att säkerheten eller driften äventyras så är de tre anläggningarna indelade i fyra subar var (4 x 50 %). Säkerhetsfunktioner kan upprätthållas om minst två subar finns tillgängliga. Principen med fyra subar innebär att kraftverket kan klara enkelfelskriteriet även om en sub inte är driftklar på grund av underhåll. Reaktorinneslutningen är konstruerad enligt PS-principen (pressure-supression). Vid ett ångledningsbrott leds ångan ned i kondensationsbassängen i inneslutningen, där den avkyls och kondenseras. Trycket mellan primärutrymmet och kondensationsbassängen utjämnas. Sprinklersystemet för reaktorinneslutningen sprinklar och därigenom kondenseras ångan i primärutrymmet. Dessutom kyls kondensationsbassängen via kylkedjan. Vid ett svårt haveri används samma system för vattenfyllning av de torra utrymmena i reaktorinneslutningen. Reaktorinneslutningen är gjord av förspänd betong. 6 (25)

Enheterna skyddas också genom fysisk separation mellan vitala komponenter samt placering av säkerhetsrelaterade komponenter i olika brandceller, vilket begränsar konsekvenserna av ett fel eller en brand. Till exempel finns det fyra separata utrymmen för säkerhetsutrustning i reaktorbyggnaden. Varje sådant utrymme är en egen brandcell och rymmer vitala komponenter, som t.ex. ventiler, pumpar och värmeväxlare för härdnödkylsystemen och reaktorinneslutningens sprinklersystem. Den fysiska separationen är vidareutvecklad vid Forsmark 3, som är av senare konstruktion. Reservkraftsdieselaggregaten är separerade genom avstånd då de är placerade på olika sidor av reaktorbyggnaden. Säkerhetsfunktionerna reaktivitetskontroll, härdnödkylning, tryckavsäkring av primärsystemet, resteffektbortförsel samt isolering av reaktorinneslutningen inkluderar funktionell diversifiering för skydd mot effekterna av fel med gemensam orsak (CCF). Detta inkluderar också diversifierad instrumentering och kontroll (I&C) men inte elförsörjning. Säkerhetsfunktionen reaktivitetskontroll är av felsäkert utförande. Härdnödkylning och resteffektbortförsel är båda beroende av elförsörjning. Tryckavsäkring av primärsystemet är oberoende av kraft- och signalel. Isolering av reaktorinneslutningen är inte beroende av elförsörjning. 2.3.2 Djupförsvar Anläggningen är konstruerad och drivs enligt de grundläggande principerna för djupförsvaret. Djupförsvar innebär att man skapar flera oberoende och redundanta nivåer av barriärer för att kompensera för möjliga fel och yttre händelser, så att ingen enskild barriär ensamt svarar för att skydda människor och miljö. Nivåerna i djupförsvaret beskrivs i tabellen nedan. Nivå Syfte Huvudsakliga medel 1 2 3 4 5 Förebyggande av driftstörningar och fel Kontroll över driftstörningar och detektering av fel Kontroll över förhållanden som kan uppkomma vid konstruktionsstyrande haverier Kontroll över och begränsning av förhållanden som kan uppkomma vid svåra haverier Lindrande av konsekvenser vid utsläpp av radioaktiva ämnen till omgivningen Robust konstruktion och höga krav på utförandet, driften och underhållet Regler- och skyddssystem samt övervakning och tillståndskontroll Tekniska säkerhetsfunktioner samt störnings- och haveriinstruktioner Förberedda tekniska åtgärder och en effektiv haverihantering vid anläggningen Effektiv samverkan med ansvariga myndigheter för skydd av omgivningen 7 (25)

2.3.3 Radiologiska barriärer Anläggningarna är konstruerade med fem barriärer för att förhindra utsläpp av aktivt material vid ett eventuellt missöde. - Bränslekuts av urandioxid - Bränslekapsling - Reaktortank - Reaktorinneslutning - Reaktorbyggnad Den första barriären är den sintrade bränslekutsen av urandioxid. Den keramiska formen är svårlöslig i vatten samt binder klyvningsprodukterna väl. Den andra barriären är bränslekapslingen av zirkonium, som håller kutsarna på plats och förhindrar utsläpp av flyktiga fissionsprodukter. Den tredje barriären utgörs av reaktortanken och de delar som trycksätts via reaktortanken. Den fjärde barriären är reaktorinneslutningen. Den femte barriären är reaktorbyggnaden med nödventilationssystem. Reaktoranläggningen består ytterst av reaktorbyggnaden, med merparten av säkerhetsutrustningen. I centrum av reaktorbyggnaden ligger reaktorinneslutningen. Reaktorinneslutningen är byggd som är ett tryckkärl och konstruerad för att motstå de tryck som kan uppkomma vid ett stort inre rörbrott, t.ex. ångledningsbrott. Reaktorinneslutningen är gastät för att förhindra eventuella läckage till omgivningen. Reaktorinneslutningen har två slussar. Under drift är reaktorinneslutningen fylld med kvävgas som eliminerar risken för brand under drift. I reaktorhallen finns bassänger för hantering och tillfällig förvaring av bränsle och övriga komponenter i reaktortanken. Bassängerna är kopplade till ett kyloch reningssystem. Sverige var det första landet i världen som ställde krav på möjligheten att filtrerat tryckavlasta reaktorinneslutningen vid händelse av en härdsmälta. I februari 1986 beslutade regeringen att alla svenska kärnkraftverk skulle förhindra oacceptabla utsläpp till omgivningen vid ett svårt haveri. Beslutet inkluderar både tekniska och administrativa åtgärder. Detta resulterade i de konsekvenslindrande systemen. 8 (25)

2.3.4 Allmän systembeskrivning Följande systembeskrivningar gäller för Forsmark 1 och 2. Forsmark 3 skiljer sig marginellt från denna beskrivning. Huvudcirkulationssystem Huvudcirkulationssystemet består av åtta interna huvudcirkulationspumpar. Systemet används, tillsammans med styrstavarna, för att reglera reaktiviteten och därmed den termiska effekten. Pumpmotorn är kopplad till pumphjulet via en axel som går genom reaktortankens vägg. Konstruktionen med interna pumpar eliminerar behovet av att grova rörledningar ansluts till reaktortankens undre del. Det gör att risken för stora rörbrott under härdnivån elimineras. Avblåsningssystem Avblåsningssystemet skyddar reaktortanken mot höga tryck som annars kan utgöra en fara för tankens integritet. På Forsmark 1 och 2 består systemet av tio el- och tryckstyrda säkerhetsventiler, två tryckstyrda säkerhetsventiler, två tryckreglerventiler i serie med två säkerhetsventiler, samt fyra motormanövrerade säkerhetsventiler som är kvalificerade för både ånga och vatten. Alla ventiler leder ångan till kondensationsbassängen. Forsmark 3 har sexton säkerhetsventiler som är både el- och tryckstyrda. Avblåsningskapaciteten är tillräcklig för att skydda primärsystemet från tryck som är högre än konstruktionstrycket vid konstruktionsstyrande händelser. Systemet är ursprungligen konstruerat för 10 % övertryck vid förväntade störningar med uteblivet snabbstopp och helt blockerat ångflöde till turbinen med fördröjt snabbstoppsvillkor. De fyra säkerhetsventilerna som är kvalificerade för både ånga och vatten har också till uppgift att möjliggöra cirkulation av vatten mellan kondensationsbassängen och reaktortanken (feed and bleed). Ventilerna utgör också en diversifiering till tryckavsäkringen och eliminerar risken för högtrycksgenomsmältning vid svåra haverier. Härdnödkylsystem Härdnödkylsystemet är uppdelat på fyra separerade subar och består av ett högtrycksystem och ett lågtrycksystem. Systemen cirkulerar vatten från kondensationsbassängen eller tillför vatten från en extern källa. Funktionen kan kyla reaktorn vid alla rörbrott. Inget av koncepten break preclusion eller leak before break tillämpas. Resteffektkylsystem Resteffektkylsystemet är uppdelat på fyra separerade subar som kyler reaktorinneslutningen. Vid rörbrott eller svåra haverier används sprinkling av reaktorinneslutningen. Kylsystemet för avställd reaktor, kopplat till reningssystemet för reaktorvatten, har två kretsar som är ett diversifierat alternativ till den primära funktionen. Under bränslebyte kyler systemet bränslebassängerna och bränslet i reaktortanken. 9 (25)

Hydrauliskt snabbstoppsystem Det hydrauliska snabbstoppsystemet består av 18 snabbstoppsgrupper. Varje grupp består av 8, 9 eller 10 styrstavar, en kvävgastank, en vattentank och en snabbstoppsventil. Vid ett snabbstopp öppnas snabbstoppsventilen och alla styrstavar skjuts automatiskt in i härden. Samtidigt som det hydrauliska snabbstoppet utlöses börjar styrstavarna även skruvas in genom motormanövrerade drivdon. Detta innebär att styrstavarna går in i härden även om det hydrauliska snabbstoppet uteblir. Borsystem Autoborsystemet är ett diversifierat alternativ inom reaktivitetskontrollfunktionen vid förväntade störningar med uteblivet snabbstopp, med styrstavar som fastnat. Systemet består av två redundanta kretsar med kolvpumpar som kan pumpa in anrikat bor i reaktortanken vid höga tryck. Mellankylkretssystem Mellankylkretssystemet är konstruerat för att eliminera behovet av havsvatten i reaktorbyggnaden. Det finns två skäl till detta: Att begränsa konsekvenserna (utläckage av aktiva ämnen) vid ett eventuellt tubbrott i en värmeväxlare, samt att förhindra korrosion orsakat av saltvattenläckage. Systemen har fyra oberoende kylkretsar och samma redundanskrav som de primära kylsystemen. Filtrerad tryckavlastning av reaktorinneslutningen Systemet för filtrerad tryckavlastning av reaktorinneslutningen skyddar inneslutningen mot övertryck vid svåra haverier och rörbrott som leder till bortfall av PS-funktionen. Systemet är passivt och aktiveras av sprängbleck. Filtret är ett MVSS-filter (multi venturi skrubbersystem). De gaser som strömmar ut från reaktorinneslutningen i samband med tryckavlastning passerar vattenskrubbern. Gasfasen hålls inert för att förhindra ackumulering av vätgas. 10 (25)

Figur 1. Principskiss över systemet för filtrerad tryckavlastning av reaktorinneslutningen. Nedre drywell fylls automatiskt med vatten vid svåra haverier för att säkerställa att härden kan kylas vid en härdsmälta. Längre fram i ett sådant scenario fylls reaktorinneslutningen med vatten från en extern källa för att förhindra höga temperaturer. Funktionen övervakas av batterisäkrad I&C (E- och F-subbat) som är separerade från de primära säkerhetssystemen (A-, B, C- och D-sub). Alla avstängningsventiler i tilloppssystemet är pneumatiska. Dessa ventiler manövreras från kontrollrummet. Om manuell tryckavlastning behövs kan ventilerna manövreras lokalt. Filtrerad tryckavlastning av reaktorinneslutningen utvecklades i slutet av åttiotalet till följd av ett regeringsbeslut som fattades efter Three Mile Island 2-olyckan (Harrisburg) 1979. Kravet är att lindra svåra haverier så att utsläpp av 134 Cs och 137 Cs begränsas till maximalt 0,1 % av härdinnehållet i en reaktorhärd av 1 800 MW termisk effekt. 2.4 Genomförda säkerhetsförbättringar De ursprungliga konstruktionsförutsättningarna på Forsmark 1 och 2 inkluderade inte svåra haverier. I efterhand genomfördes en granskning av förutsättningarna att hantera svåra haverier och flera modifieringar gjordes i syfte att förbättra anläggningarnas möjligheter att hantera svåra haverier. Bland annat infördes ett skydd mot övertryck i inneslutningen som skyddar inneslutningens struktur vid snabb tryckökning vid en LOCA och begränsad PS-funktion. Forsmark har på eget initiativ installerat möjlighet till diversifierad tryckavlastning. Syftet var att förhindra risken för högtrycksgenomsmältning genom att skapa en diversifiering till tryckavlastningsfunktionen samt att möjliggöra feed and bleed. 11 (25)

Myndigheten gav 2004 ut nya föreskrifter för konstruktion av kärnkraftsreaktorer (SKIFS 2004:2, senare SSMFS 2008:17). Forsmark har utarbetat en övergångsplan som har godtagits av SSM. Övergångsplanen syftar till att säkerställa att Forsmark uppfyller den nya föreskriften, och innehåller en tidsplan för verkställandet. Några av de säkerhetsförbättringar som ingår i övergångsplanen: - Ett system för detektering och dämpning av härdinstabilitet - Ett diversifierat system för resteffektbortförsel - Ökad separation mellan säkerhetssystem och driftsystem i elförsörjning - Införande av automatiserad borinpumpning - Förstärkning av byggnader i syfte att förbättra skyddet mot brand och yttre händelser (vindlaster) - Ökad subseparation på Forsmark 1 och 2 - Förbättrat brandskydd genom separation - Förbättrad tålighet mot rörbrott - Förbättringar för att säkra kylningen i långtidsförloppet vid en härdsmälta - Ny reservövervakningsplats för Forsmark 1 och 2 2.5 Probabilistiska säkerhetsanalyser Enligt SSMFS 2008:1 ska PSA (eng. Probabilistic Safety Assessment, på svenska sannolikhetsbaserad säkerhetsvärdering) ingå i säkerhetsredovisningen för ett kärnkraftverk. PSA ska omfatta samtliga driftlägen (effektdrift, nedgång, uppgång och avställd reaktor) samt samtliga störningar, s.k. inledande händelser, som kan påverka reaktorsäkerheten. I PSA nivå 1 studeras och kvantifieras sekvenser från inledande händelse till en möjlig härdskada (härdskadefrekvens per år). Sluttillståndet i PSA nivå 1 utgör utgångspunkten för PSA nivå 2. I PSA nivå 2 grupperas sekvenser som leder till härdskada i olika stationstillstånd, som i sin tur via haveriutvecklingsträd leder till ett antal utsläppskategorier, uppdelade i olika utsläppsgrupper: Acceptabla utsläpp, ej acceptabla utsläpp, stora utsläpp och tidiga stora utsläpp (LERF). Frekvensen (per år) för varje utsläppsgrupp kvantifieras. I nivå 2 studeras reaktorinneslutningens integritet och anläggningens förmåga att begränsa eller avbryta utsläpp av radioaktivt material. I dagsläget används endast nivå 2-beräkningar för effektdrift vid Forsmarks kärnkraftverk. Det bör noteras att PSA-resultaten inte är möjliga att använda för jämförelser mellan olika anläggningar. Detta beror på skillnader i upprättandet av olika PSA-modeller. PSA-resultat bör i första hand användas för att identifiera styrkor och svagheter inom den analyserade anläggningen, som en grund för säkerhetsförbättringar. 12 (25)

3 Resultatet av stresstesten 3.1 Antaganden och utgångspunkter Allt analysarbete för att utvärdera händelserna är utfört med metoderna som föreskrivs i ENSREG-dokumentet. Detta innebär att anläggningens tålighet mot konstruktionsstyrande händelser beskrivs i första delen av analysen. Beskrivningen är baserad på den tillståndsgrundade konstruktionen enligt säkerhetsredovisningen (SAR). Därefter följer den förnyade säkerhetsvärderingen av anläggningarnas tålighet mot de föreskrivna händelserna. Händelsernas inverkan på anläggningarna begränsas inte av anläggningarnas konstruktionsförutsättningar i denna nya analys. Händelsernas genomslagskraft ökas, alternativt tas skyddsbarriärer bort i en sådan grad att säkerhetsfunktioner faller bort eller bränsleskador uppkommer. Denna analys resulterar i värderingar av den nuvarande konstruktionen, en ökad kunskap om hur anläggningarna uppträder utanför konstruktionsförutsättningarna samt identifiering av områden där fördjupade analyser eller förstärkningar krävs. I analysen av anläggningens beteende utanför konstruktionsförutsättningarna tillämpas realistiska antaganden. I enlighet med beskrivning av ENSREG görs ingenjörsmässiga bedömningar där analyser utanför konstruktionsförutsättningarna saknas. Resultatet av stresstestet rapporteras enligt ENSREGs dokumentstruktur. Stresstestet utförs för varje enhet och för hela anläggningen. Lätt utrustning krediteras inte för de första 24 timmarna och tung utrustning inte för det första 72 timmarna. För mer information om utgångspunkter och metod se lägesrapporten 15 augusti. 3.2 Jordbävning Detta avsnitt är en sammanfattning av Forsmarks säkerhetsvärdering för jordbävning. I. Konstruktionsgrund Forsmark 1 och 2 Vid tiden för konstruktion av Forsmark 1 och 2 ställdes inga jordbävningskrav. I början av 1990- talet beslöt Forsmark att Forsmark 1 och 2 skulle tillämpa den svenska jordbävningen med uppskattad sannolikhet om 10-5 per år för verifiering av nedgång till säkert läge efter en jordbävning. Detta motsvarar en markacceleration (Peak Ground Acceleration, PGA) om 0,09-0,11 g. En stegvis ansats har tillämpats för Forsmark 1 och 2 för att uppfylla möjligheten att motstå dimensionerande jordbävning (DBE). Alla anläggningsändringar efter 1992 har konstruerats för att uppfylla kraven på jordbävningstålighet. Dessutom har en Seismic Margin Assessment (SMA) genomförts. SMA är en metodik som kombinerar erfarenhetsbaserade metoder och beräkningar för att bedöma en anläggnings jordbävningstålighet. Nyckelsystem, strukturer och utrustning som krävs för att ta anläggningen till säkert läge identifieras och utvärderas. Med den här metoden kan anläggningens totala jordbävningstålighet bestämmas, och begränsande komponenter kan identifieras. 13 (25)

Generellt kan man konstatera att byggnader, tryckbärande delar samt kabelvägar uppfyller kraven. Ett antal andra nyckelsystem, strukturer och utrustning kräver ytterligare utredning och eventuellt ändringar i anläggningen. Utrustning som inte uppfyllde kraven återfinns i två huvudkategorier: - Förankring av mekaniska komponenter. - Oavsiktlig manöver av reläer Nya säkerhetskrav infördes av myndigheten 2004 i föreskriften SKIFS 2004:2 (numera SSMFS 2008:17). För Forsmark 1 och 2 skall åtgärder för att uppfylla föreskriften, enligt den överenskomna övergångsplanen, införas senast 2013. Inga åtgärder för jordbävningstålighet ingår i övergångsplanen. En slutsats från denna säkerhetsvärdering är att de återstående restpunkterna i den genomförda SMA-undersökningen, som har lyfts fram inom stresstesterna, behöver läggas till i övergångsplanen. Konsekvenserna av att inte ha genomfört de återstående åtgärderna bedöms acceptabla eftersom tiden tills de åtgärdas är kort och sannolikheten för händelsen är låg. Därför är det ackumulerade riskbidraget från jordbävning acceptabelt. Forsmark 3 För Forsmark 3 har byggnader och system viktiga för reaktorsäkerheten ursprungligen konstruerats i enlighet med de responsspektra som föreskrivs av Regulatory Guide 1.60, skalat till 0,15 g för horisontell markacceleration och 0,10 g för vertikal markacceleration (PGA 0,15 g). Eftersom Forsmark 3 ursprungligen konstruerats för jordbävningstålighet har inget behov av ytterligare verifikat eller anläggningsändringar identifierats. De konsekvenslindrande system som installerades på alla block i Forsmark efter olyckan vid TMI är konstruerade i enlighet med R.G. 1.60 (horisontell PGA 0,15 g). Jämfört med markrespons utgående från R.G. 1.60 så uppvisar den svenska jordbävningen lägre accelerationer vid låga frekvenser men högre accelerationer vid höga frekvenser. Detta beror dels på att markaccelerationerna domineras av små jordbävningar i närheten, medan R.G. 1.60 domineras av kraftiga jordbävningar på större avstånd, dels på att marken i Sverige är hårdare än i USA. Erfarenheter från inträffade jordbävningar visar att effekterna av högfrekventa jordbävningar kraftigt överskattas med traditionella analysmetoder. Med beaktande av begreppet skadepotential kan man visa att den svenska E-5-jordbävningen inte överskrider intensitet VI på den modifierade Mercalliskalan (MMI), vilket av de flesta experter anses vara ofarligt. Vid verifiering av jordbävningskrav i Forsmark används traditionella metoder. Begreppet skadepotential är inte allmänt vedertaget för verifikation av jordbävningskrav, men kan utnyttjas för att förvissa sig om att konstruktionsförutsättningarna för Forsmark 1 och 2, och i ännu högre grad Forsmark 3, är kraftigt konservativa med avseende på risken för skada som en jordbävning i området kan orsaka. II. Utvärdering av marginaler Efter åtgärdande av SMA-restpunkterna för Forsmark 1 och 2 kan marginalen på samma sätt som ovan uppskattas till 2,3 gånger den svenska jordbävningen (PGA 0,21 g). 14 (25)

För att bedöma marginalen till förlust av reaktorinneslutningens integritet har beräkningar genomförts för en jordbävning fyra gånger starkare än den svenska jordbävningen. Resultatet är att reaktorinneslutningens integritet upprätthålls. Reaktivitetskontroll samt filtreringsfunktionen bedöms inte äventyras. Möjligheten att manuellt isolera inneslutningen är bara delvis verifierad. Som konstateras ovan är det, med beaktande av skadepotential, rimligt att anta att system konstruerade för en R.G. 1.60-jordbävning kan motstå en jordbävning som är 3-5 gånger kraftigare än den svenska jordbävningen. Det är därmed rimligt att de konsekvenslindrande systemen för Forsmark 1, 2 och 3 kan motstå denna belastning. En kombination av jordbävning och extrema vattennivåer anses vara extremt osannolikt i Forsmark. Översvämning på grund av mänskliga aktiviteter bedöms inte som en risk eftersom det inte finns några närliggande dammar av den storleksordning som krävs för att åstadkomma någon skada på kraftverket. 3.3 Översvämning Detta avsnitt är en sammanfattning av Forsmarks säkerhetsvärdering för översvämning. I. Konstruktionsgrund a) Konstruktionsstyrande översvämning Konstruktionsstyrande översvämning (DBF) för samtliga reaktorerna i Forsmark är marknivån. År 2011 motsvarar marknivån 3 m över medelvattenståndet (+103,0). Ursprunglig dimensioneringsnivå baserades det maximala vattenstånden vid Forsmark med hjälp av uppmätta vattenstånd vid Björns fyr under åren 1895-1975, med tillagda marginaler. Återkomsttider för maximalt vattenstånd har uppskattats med hjälp av undersökningar gjorda av Sveriges Meteorologiska och Hydrologiska Institut (SMHI). Gjorda kurvanpassningar för dessa sällan återkommande vattenstånd innehåller många osäkerheter. Om en förmodat konservativ kurvanpassning används, ger denna att ett vattenstånd motsvarande marknivån (+103,0) har en frekvens i intervallet 10-6 till 10-5 per år. Alla kända fenomen (stormflod, sjösprång, kraftigt regn, tsunami, m.m.) vilka kan förekomma i Forsmark med en frekvens högre än 10-5 per år anses täckas in av DBF. Tidsförloppet för dessa händelser bedöms vara i timskalan. Konstruktionsstyrande översvämning (DBF) bedöms därmed vara adekvat. b) Konstruktionskrav för att skydda anläggningen mot DBF De system för Forsmark 1 och 2 som erfordras för att nå säkert läge vid en översvämning är antingen placerade i utrymmen som är vattentäta upp till markplan (H-utrymmen) eller ovanför markplan. För Forsmark 3 är alla kritiska byggnader konstruerade för yttre översvämning till marknivån. Alla byggnader, säkerhetssystem och kraftmatning är konstruerade för att kunna kyla härden och bränslet i bränslebassängerna vid en extern översvämning upp till konstruktionsstyrande nivå. Befintliga instruktioner stödjer kraven för att säkerställa kylvattenintaget. 15 (25)

Driftinstruktioner för höga havsnivåer föreskriver ett minskat intagsflöde vid nivålarm 101,6 (F3: 101,8). För händelser som är relevanta för Forsmarksområdet bör det finnas betydande tid innan marknivån kan komma att översvämmas. Det skulle vara en fråga om timmar från inledande larm tills havsnivån kan överstiga konstruktionsstyrande översvämning. Denna tid anses vara tillräcklig för att ta reaktorerna till säkert läge. c) Anläggningens uppfyllande av tillståndsgrundande konstruktion Forsmark 1, 2 och 3 uppfyller den tillståndsgrundande konstruktionen. Översvämningstålighet uppnås genom konstruktionskrav och att säkerhetssystemen ska ha hög tillgänglighet. II. Utvärdering av marginaler d) Marginal till härdskada Om en extern översvämning via hög havsvattennivå inträffar över marknivån (några decimeter över +103,0) så medför det även att vattennivån inne i respektive byggnad stiger till samma nivå. För Forsmark 1, 2 och 3 bedöms en extern översvämning över marknivån påverka reaktorbyggnaderna på ett sådant sätt att en stor mängd säkerhetsutrustning påverkas samtidigt, när säkerhetsklassad kraftmatning fallerar. Det finns många dörrar som kommer att avsevärt fördröja vattentillförseln in i byggnaderna. Det bör noteras att även om en extern översvämning överstiger DBF och leder till härdskada, så kommer systemet för filtrerad tryckavlastning av reaktorinneslutningen inte att påverkas. Vattenfyllning av nedre drywell och tryckavlastning av inneslutningen påverkas inte av extern översvämning. För att vattenfylla inneslutningarna kan brandbil användas. Ett av två möjliga inkopplingsställen för av vatten från brandbil finns över marknivån. Extern översvämning orsakas troligen av väderfenomen som kan förutses i väderleksrapporter flera dagar i förväg. Detta medför att motåtgärder är möjliga att vidta för att förhindra eller lindra konsekvenserna. Dränagepumpar och sandsäckar kan till exempel transporteras till Forsmark om det behövs. När kraftmatningen går förlorad vid översvämning över DBF förloras kylning av bränslebassängerna. Tiden innan bränsleskada uppkommer är flera timmar, vilket innebär att det finns tid för att t.ex. spädmata bränslebassängerna med slangar. Översvämning över konstruktionsstyrande översvämning (DBF) drabbar sannolikt alla tre enheter. 16 (25)

3.4 Förlust av elförsörjning och slutlig värmesänka 3.4.1 Förlust av elektrisk kraft Detta avsnitt är en sammanfattning av Forsmarks säkerhetsvärdering för förlust av elektrisk kraft. Elektriska kraftkällor är: - Två oberoende yttre kraftkällor: det nationella nätet på 400 kv och det regionala nätet på 70 kv - Anläggningens huvudgeneratorer. Forsmark 1 och 2 har två generatorer var, medan Forsmark 3 har en huvudgenerator. Huvudgeneratorerna kan försörja kraftverket med el (husturbindrift). - Varje enhet har fyra redundanta och funktionsseparerade reservkraftaggregat. - En gasturbin, som är gemensam för alla tre enheterna, finns vid 70 kv-ställverket. a) Förlust av yttre kraft (LOOP) Följande sekvensordning följs vid förlust av yttre elkraft: 1. Bortfall av 400 kv-nätet Inga konsekvenser. 2. Husturbindriften fungerar inte. Inga konsekvenser. 3. Bortfall av 70 kv-nätet Inga konsekvenser. När det nationella 400 kv-nätet, det regionala 70 kv-nätet och husturbindrift inte fungerar startar dieslarna och matar säkerhetsutrustning. Reservkraftdieselaggregaten kan hållas i drift minst en vecka innan bränsle måste införas utifrån. b1) Förlust av yttre och inre reservkraft (SBO) När yttre nät och dieslarna förloras adderas följande postulat: 4. Reservkraftdieslarna fungerar inte. Inga konsekvenser. Det postuleras att alla steg ovan (1-3) felfungerar och att reservkraftdieslarna inte fungerar. Säkerhetsfunktionerna kommer att kunna utföras, med elkraft från gasturbinen. Vid förlust av yttre nät och inre reservkraft (SBO) kommer gasturbinen att mata säkerhetssystemen för alla enheter. Gasturbinen kan hållas i drift i veckoskala eller mera med det bränsle som finns på anläggningen. 17 (25)

b2) Förlust yttre och inre reservkraft När yttre och inre reservkraft förloras tillsammans med förlust av alla andra diversifierade reservsystem postuleras följande: 5. Förlust av alternative AC-källa (AAC, gasturbin) Ett svårt haveri inträffar. Det postuleras att alla steg ovan (1-4) felfungerar inklusive gasturbinen (AAC). Om gasturbinen felfungerar och inte kan spänningssätta säkerhetssystemen, fungerar endast batterimatade system. Ett svårt haveriscenario blir följden. De konsekvenslindrande systemen kommer att tryckavlasta reaktorinneslutningen och filtrera utsläpp. Batterierna för primära behov är designade för ett antal timmars drift. Batterier för de konsekvenslindrande systemen är designade för ungefär ett dygn. En realistisk bedömning är att batterierna kommer att fungera avsevärt längre. Dieselgeneratorn för de konsekvenslindrande systemen förväntas vara i drift inom några timmar. 3.4.2 Förlust av primär värmesänka Detta avsnitt är en sammanfattning av Forsmarks säkerhetsvärdering för förlust av den primära värmesänkan. Kylvattnet till Forsmark 1, 2 och 3 tas från skärgården sydöst om kraftverket. Kylvattnet leds genom naturliga bassänger och utgrävda kanaler till intagsbyggnaderna. Detta medför ett signifikant skydd mot många externa händelser. Den gemensamma sektionen av kylvattenkanalen har en skumbalk, som hindrar flytande föremål att nå intagsbyggnaden. Det finns en intagsbyggnad som är gemensam för Forsmark 1 och 2, och en för Forsmark 3. Intagsbyggnaderna innehåller grovgaller och korgbandsilar för avskiljning av föroreningar. Vid eventuell blockering av intagskanalen på Forsmark 3 kan kylvatten recirkuleras från utloppstunneln. Detta sker automatiskt. Beaktade scenarion för blockering av kylvattenintaget: - Blockering på grund av packad is. - Blockering på grund av organiska material från havsbotten. - Blockering till följd av olja. - Blockering på grund av att främmande material ansamlats som en konsekvens av extrema väderförhållanden. Alla dessa scenarier är att betrakta som långsamma varför motåtgärder kan vidtas. Motåtgärderna kan antingen vara i form av aktiviteter för att förhindra igensättningen eller i form av driftåtgärder för att avhjälpa förlusten av värmesänka. Plötslig fullständig igensättning av intagskanalen är därför mycket osannolik. Ett kylflöde på mindre än 1 % av det nominella flödet är tillräckligt för att kyla och föra bort resteffekt. Vid förlust av primär värmesänka blir händelseförloppet för Forsmark 1, 2 och 3 relativt lika om möjligheten att ta kylvatten från utloppet antas vara otillgänglig för Forsmark 3. 18 (25)

Händelseförloppet vid förlust av primär värmesänka ser i huvuddrag ut som följer: 1. Blockering av intagskanalen Inga konsekvenser. >1% av det nominella flödet antas fortfarandet vara möjligt att utnyttja för kylningen. Huvudkylvattenpumparna stoppas automatiskt enligt driftinstruktioner. 2. Fullständig blockering av inloppskanalen. Inga konsekvenser. Alla huvudkylvattenpumpar kommer att stoppas. Enheten kommer att snabbstoppa inom en minut. Om mer än enhet drabbas inom 15 minuter kan det externa nätet falla. 3. Fullständig blockering av inlopps och utloppskanalerna. Inga konsekvenser. En stor volym vatten är fortfarande tillgänglig. 4. Som ovan men med förlust av hävert över kondensorn. Säkerhetsfunktioner kommer att förloras men det leder inte till härdskada. Vattenvolymen för kylning är nu begränsad till intagskanalen. Vattenkonsumtionen för kylsystemen kommer snart att tömma intagskanalen. Därmed kommer dieslarna stanna på grund av utebliven kylning. Vad samma tidpunkt förloras också möjligheten att kyla bort resteffekten. Härdkylning sker med hjälp av spädmatning från tank för totalavsaltat vatten. Resteffekt bortförs via filtrerad tryckavlastning. Efter ungefär en dag kommer tankarna för totaltavsaltat vatten att behöva fyllas på. För Forsmark 3 är det möjligt att cirkulera vatten från utloppet till inloppskanalen. 5. Som ovan men med förlust av gasturbinen. Härdskador kommer att ske. Externa utsläpp av radioaktivitet kommer att begränsas av de konsekvenslindrande systemen. Händelsen fortsätter på samma sätt som kombinationen av förlust av elektrisk kraft och förlust av slutlig värmesänka. 3.4.3 Förlust av primär värmesänka och förlust av elektrisk kraft Händelseförloppet vid förlust av primär värmesänka och förlust av elektrisk kraft ser i princip lika ut som förlust av endast primär värmesänka. Det som skiljer är att reservkraftdieselaggregaten är otillgängliga direkt. Om gasturbinen antas felfungera kommer sekvensen bli liknande som förlust av slutlig värmesänka utan gasturbinen. Händelsen leder till ett svårt haveri. 19 (25)

3.4.4 Bränslebassänger Det finns flera system för att kyla bränslebassängerna. Alla dessa möjligheter kräver antingen elektrisk kraft eller branddieslar. Vid förlorad kylning är de acceptabla insatstiderna långa, generellt i storleksordningen ett dygn innan vattnet kokar och flera dygn innan bränsleskador sker. Vid speciella tillfällen kan allt bränsle vara placerat i bränslebassängerna. Insatstiderna kommer då att vara kortare. Under ett kokningsscenario är den mängd vatten som krävs för att hålla nivån i bränslebassängerna ett fåtal kg/s. Jordbävning Bränslebassängerna tål konstruktionsstyrande jordbävning med god marginal. Kylning av bränslebassängerna upprätthålls med de normala kylsystemen. Extern översvämning Kylning av bränslebassängerna kommer att upprätthållas med de normala kylsystemen upp till ett par decimeter över konstruktionsstyrande översvämning. Förlust av elektrisk kraft (SBO) Om alla elektriskt matade system felfungerar kan kylning fortfarande upprätthållas genom att ersätta det vatten som kokar bort med vatten från det dieseldrivna brandvattensystemet. Förlust av värmesänka (UHS) Kylning kan fortfarande upprätthållas genom att ersätta det vatten som kokar bort med vatten från det dieseldrivna brandvattensystemet. För långtidsdrift matas brandvattensystemet genom gravitation från färskvattenkällan. Förlust av elektrisk kraft (SBO) och förlust av värmesänka (UHS) Samma sekvens som för endast bortfall av värmesänka (UHS) erhålls. 3.5 Haverihantering Detta avsnitt är en sammanfattning av Forsmarks säkerhetsvärdering hanteringen av svåra haverier. I februari 1986 beslutade regeringen att alla svenska kärnkraftverk skulle förhindra oacceptabla utsläpp till omgivningen vid ett svårt haveri. Beslutet inkluderar både tekniska och administrativa åtgärder. Detta resulterade i de konsekvenslindrande systemen. När det gäller administrativa krav gjordes följande tolkningar: - Instruktionerna ska beakta alla möjligheter till att kyla härden med kraftigt degraderade drift- och säkerhetsfunktioner. - Instruktionerna ska ge vägledning för att ta anläggningen till ett stabilt sluttillstånd, även efter allvarliga härdskador. 20 (25)

För att uppfylla kraven utvecklades omfattande instruktioner för haverihantering vid ett svårt haveri. Dessa täcker hela processen från snabbstopp till ett svårt haveri med ett stabilt sluttillstånd. Tyngdpunkten i instruktionerna ligger på insatser och åtgärder som görs i korttidsförloppet (inom en timme), men täcker upp till 24 timmar, och operatörerna tränas i enlighet med detta. För svåra haverier i längre tidsskala när en beredskapsorganisation har etablerats är strategierna mer generaliserade och inriktade på symtombaserade åtgärder. Haveriberedskapsorganisationen i ledningscentralen (KC) hjälper till för att hantera situationen. Beredskapsorganisation Personal, resurser och hantering av skiftgång Tillgängliga resurser på anläggningen (24 timmar per dag) för omedelbara åtgärder utgörs av: - Skiftlagen inklusive skyddsvakter - Vakthavande ingenjör (VHI) - Brandstyrkan Beredskapsorganisationen i Forsmark består av en gemensam organisation för hela anläggningen och en specifik för varje enhet. Organisationen bemannas om ett svårt haveri sker. Beredskapsorganisationen kan vara på anläggningen inom en till två timmar under förutsättning att vägarna är farbara. Utnyttjande av extern teknisk support för haverihantering Vattenfall har en grupp som tillhandahåller externt tekniskt stöd på begäran. Instruktioner, träning och övningar Giltigheten hos organisatoriska rutiner, utbildning och grundläggande träning bekräftas regelbundet genom stora övningar. För operatörer och annan personal i beredskapsorganisationen sker utbildning regelbundet på det sätt som beskrivs i utbildningsprogrammet. Möjlighet att använda existerande utrustning Ledningscentralen är utrustad med IT-applikationer för stöd, beräkningar och kommunikation vilket inkluderar flera olika typer av kommunikationsteknologier. Möjlighet att använda mobil utrustning I Forsmark finns det en brandstyrka bestående av fyra brandmän. Det finns en brandbil på brandstationen vid anläggningen. En speciellt utpekad person på varje skiftlag har rollen att stödja åtgärder när det behövs. Vid en allvarlig händelse kan hjälp utifrån behövas. Detta kan fås från den kommunala räddningstjänsten. Forsmark har en brandbil och mobila pumpar för att sprinkla reaktorinneslutningen. 21 (25)

Hantering av radioaktiva utsläpp Forsmarks beredskapsorganisation har verktyg för att beräkna källtermer för aktuell händelse, graden av härdskada och utsläpp beroende på väder och vindriktning. Dessa verktyg kan även användas utan datorer. Dos till personal hanteras av strålskyddsledaren för att försäkra att arbetarna inte utsätts för högre doser än vad som kan accepteras. Instruktioner anger acceptabla stråldoser för olika scenarier. Dessa nivåer är förberäknade. Ordinering av jodtabletter och användning av skyddsutrustning är också styrt av instruktioner. Kommunikation och informationssystem Det befintliga högtalarsystemet används för att alarmera. Alarm och kommunikation kan göras från kontrollrummet, bevakningscentralen eller ledningscentralen. Alarm till externa organisationer och myndigheter görs via SOS Alarm. Extern kommunikation kan vid sidan av normala kommunikationssystem också göras med hjälp av andra mer driftsäkra system. Haverihantering i långtidsförloppet Personalen i beredskapsorganisationen är alla Forsmarksanställda och ISS Facility personal. Dom tillhör 25 olika funktioner i organisationen med 2-9 personer per funktion. Det totala antalet personer är ungefär 190. Utöver detta finns det tekniska stödorganisationer för att stödja dom enskilda enheterna. Anläggningars tillgänglighet Om det centrala kontrollrummet inte är tillgängligt finns det en reservövervakningsplats med övervakningspaneler som är belägen på en fysisk annan plats. För kontroll, övervakning, kommunikation och nödbelysning behövs batterier. Ledningscentralen finns på anläggningen. Den är skyddad. Stressning av haveriberedskapsorganisationen Mer än en enhet drabbad Den nuvarande haveriberedskapsorganisationen är i grunden utformad för att hantera ett svårt haveri på en av de tre enheterna i Forsmark. Om två eller tre enheter drabbas samtidigt är personal och resurser kanske inte tillräckliga för att hantera situationen och utföra alla de nödvändiga åtgärderna. För närvarande sker all träning och alla övningar under antagandet att en enhet drabbas. Stressning av beredskapsorganisationen Degradering av infrastruktur Degradering av infrastrukturen runt anläggningen kan förhindra beredskapsorganisationen att komma till anläggningen. Filterfunktionen gör det möjligt att säkra alla händelser mot stora utsläpp av radioaktivitet med väldigt lite personal på anläggningen. Det bedöms att personalen som är tillgänglig dygnet runt är tillräcklig för att utföra detta. 22 (25)

Extern kommunikation kan påverkas. Dessutom kan, vid sidan av det normala kommunikationssystemet, andra mer driftsäkra system användas, vilket ses som robust. Haverihantering i långtidsförloppet För att fylla vatten i inneslutningen används vanliga branddieslar. Om dom felfungerar behövs det mobila pumpar (lätt utrustning) inom åtta timmar. Ingen tung utrustning har identifierats som behöver vara på plats inom 72 timmar. I långtidsförloppet behöver den lokala organisationen omfattande externt stöd. Planeringen för detta är begränsad. 4 Slutsatser Överensstämmelse med nuvarande konstruktionsgrund Jordbävning När Forsmark 1 och 2 konstruerades fanns det inga krav på tålighet mot jordbävningar. Nya krav introducerades av myndigheten 2004, i föreskriften SKIFS 2004:2 (nu SSMFS 2008:17). För Forsmark 1 och 2 ska åtgärder för att uppfylla dessa föreskrifter vara klara senast 2013, enligt överenskommen övergångsplan. När det gäller jordbävning har det inte inkluderats några åtgärder i övergångsplanen. Som en slutsats från detta arbete planeras återstående åtgärder från SMA:n, som nu har identifierats, läggas till övergångsplanen. Syftet med detta är att formalisera strategin för att uppfylla föreskriften (SSMFS 2008:17). Konsekvenserna av att inte ha genomfört de återstående åtgärderna bedöms acceptabla eftersom tiden tills de åtgärdas är kort och sannolikheten för händelsen är låg. Därför är det ackumulerade riskbidraget från jordbävning acceptabelt. Forsmark 3 uppfyller nuvarande konstruktionsgrund. Extern översvämning Värderingen visar att för extern översvämning uppfyller anläggningarna konstruktionsgrunden. Konstruktionsgrunden är korrekt. Förlust av elektrisk kraft och förlust av värmesänka Anläggningen har en robust konstruktion avseende bortfall av yttre och inre nät. Bortfall av yttre nät hanteras av ordinarie reservkraftdieselkraftaggregat. Vid bortfall av yttre och inre kraftmatning (SBO) kommer gasturbinen spänningssätta dieselskenorna för samtliga enheter. Kylningen av härden via hjälpmatarvattensystemet kan då fortskrida i flera dagar. Bortfall av yttre och inre kraftmatning och dessutom utebliven gasturbin resulterar i härdskada. De konsekvenslindrande systemen kommer att hantera situationen genom filtrerad tryckavlastningen av reaktorinneslutningen. 23 (25)